2020-11-1发布 2020- 11-15实施 团 体 标 准 T/CECPA 002-2020 核电厂维修规则技术要求 Technical Requirement for Maintenance Rule at Nuclear Power Plants （正式发布稿） （本稿完成日期：2020- 10-28） 中国环境文化促进会 发布 全国团体标准信息平台 T/CECPA 002-2020 I 目 次 前 言 ................................ ................................ ... II 1 范围 ................................ ................................ ..... 1 2 规范性引用文件 ................................ ........................... 1 3 术语和定义 ................................ ............................... 1 4 维修规则体系的建立 ................................ ....................... 2 5 维修规则 SSC范围筛选 ................................ ..................... 2 6 风险重要类的确定 ................................ ......................... 3 7 性能指标的设定 ................................ ........................... 4 8 维修有效性的监测和定期评价 ................................ ............... 5 9 维修活动的风险评价和管理 ................................ ................. 5 参 考 文 献 ................................ ................................ 8 全国团体标准信息平台 T/CECPA 002-2020 II 前 言 本标准按照 GB/T 1.1- 2020的规定起草。 为指导核电厂营运单位建立 和运行维修规则 体系，确保核安全管理决策的科学性和有效 性，提高核电安全水平和经济性 。根据《中华人民共和国核安全法》 、《中华人民共和国民用 核设施安全监督管理条例 》以及《核动力厂运行安全规定》等，制定本标准。 本标准为指导性参考方法。 本标准由生态环境部核与辐射安全中心和 中国环境文化促进会 组织制订。 本标准主要起草单位：生态环境部核与辐射安全中心。 本文件主要起草人： 张博平、钱晓明、初永越、张适 、依岩、王闯、黄志超。 全国团体标准信息平台 T/CECPA 002-2020 1 核电厂维修规则 技术要求 1 范围 本标准规定了 核电厂实施维修规则 的技术要求，包括管理范围 确定、风险重要类确定 、 性能指标设定、 性能指标监测、 定期评价、风险评价和管理 等。本标准主要适用于压水堆核 电厂，其他类型核电厂可参照执行。 2 规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本 适用于本文件。 凡是不注日期的引用文件， 其最新版本 （包括所有的修改单） 适用于本文件。 HAF 103 核动力厂运行安全规定 3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 构筑物、系统和设备 （SSC）： 维修规则范围内 的构筑物、 系统和设备 （Structure、System and/or Component ，简称 SSC）， 不涉及组成设备的具体部件。 3.2 维修有效性 构筑物、系统和设备维修的“有效性”通常会反映在其运行、维修过程中所表现的性能 上，如可靠性、可用性等。对某一特定的构筑物、系统和设备，可按照其设计基准、运行经 验设定具体的性能指标。通过比较上述指标与该构筑物、系统和设备在运行、维修、试验中 所表现实际性能的相符性，关注维修结果而非维修过程，并用于判断维修是否有效。 3.3 风险重要类 利用概率安全分析（ PSA）方法确定 SSC的风险重要度， 或结合 PSA以外的其他方法 （专家判断）确定 SSC的风险重要度，综合考虑后得出 SSC风险重要类。 3.4 性能指标 对单个设备、系列、系统乃至整个电厂设定的用于监测的可靠性、可用性指标。如有必 要，对单个设备还可设定其参数状态（振动、流量、温度等）作为性能指标。 3.5 事故规程 全国团体标准信息平台 T/CECPA 002-2020 2 包括事件导向或状态导向的应急运行规程，但不包括严重事故管理规程 3.6 监测 通过对构筑物、系统和设备进行预防性维修、定期试验、巡检，或对其物理参数进行持 续监测，收集构筑物、系统和设备当前的性能状态，或对其性能进行趋势分析。 3.7 瞬时风险 在特定的核电厂配置情况下计算得到的风险水平数值，伴随核电厂配置随时间的变化， 瞬时风险也是变化的。核电厂常用的瞬时风险指标是堆芯损坏频率（ CDF）和早期大量放射 性释放频率（LERF ），单位是 1/堆年。 3.8 零维修风险 如果某瞬时风险对应的是核电厂所有设备都可用情况下的风险值，即没有设备因试验、 维修等原因导致不可用（零维修）的情况下的风险值，该瞬时风险即为零维修风险。 3.9 累积风险增量 某配置的瞬时风险相对零维修风险的增量对该配置持续时间的累积， 即为累积风险增量。 常用的累积风险指标是堆芯损坏概率增量 （ICDP ） 和早期大量放射性释放概率增量 （ILERP ）。 4 维修规则体系的建立 维修是核电厂重要的安全相关活动, 对核电厂安全运行有着重要的意义。在核电厂运行 过程中，必须保证维修活动的有效性，使核电厂构筑物、系统和设备（在各种运行工况、设 计基准事故工况、以及选定的超设计基准事故工况下，能够有效的执行预定的安全功能，减 少挑战核电厂安全的瞬态次数 ，保证核电厂运行安全。 核电厂建立适用于自身的、有效的维 修管理和评价 体系（即维修规则） ，能够优化维修活动、提高设备可靠性、加强维修活动的 风险评价及管理水平。 维修规则的建立， 首先需求确定适当的 SSC管理范围， 随后确定这些SSC 的风险重要类， 并结合其运行或备用的状态，制定适当的性能指标并开展监测。 维修规则建立后， 定期对这 些SSC性能进行监测和评价， 并及时优化维修策略。同时，对开展维修活动所引入的风险进 行评价并 采取相应的预防措施。 5 维修规则 SSC范围筛选 全国团体标准信息平台 T/CECPA 002-2020 3 维修规则首先应包括所有 确定为安全 的SSC。由于部分非安全的 SSC的失效也可能导致 机组出现跳堆跳机等瞬态，危及 核电厂的安全运行 。因此，为了确保 体系的完整性， 维修规 则还应包含 部分非核安全的 SSC，可利用以下 4条准则筛选这类非安全 SSC。 1）最终安全分析报告中给出的用于缓解设计基准事故 +选定的超设计基准事故（未能 紧急停堆的预期瞬态 和全厂断电 两类事故 等）或瞬态的非安全 SSC。 2）事故规程中使用到的能够缓解设计基准事故的非安全 SSC，执行事故规程时必须使 用到的非安全SSC 才纳入维修规则范围，且不考虑严重事故管理导则中的要求。 3）失效后会妨碍安全功能执行的非安全 SSC，只包含发生故障后直接影响安全功能的 非安全 SSC，以及起支持作用的能够影响安全功能的非安全SSC ，但不考虑非安全支持系统 的支持系统。 4）可能导致反应堆紧急停堆、汽轮机跳闸或触发安全系统动作的非安全 SSC，“安全系 统”特指专设安全设施，而“触发安全系统动作”即指触发专设安全设施动作。 6 风险重要类的确定 确定SSC 的风险重要 类的主要目的是为了依据系统设备风险重要 度高低并结合其运行 特点进行分组 ，以减少不必要的性能指标的数量。 利用概率安全分析（PSA ）方法能够有效的确定 SSC的风险重要度， 主要包括结合风险 减少重要度（ RRW） 、风险增加重要度（RAW ）及堆芯损坏频率（ CDF）贡献等方法进行分 析。 6.1风险减少值（ RRW） 如果SSC 的RRW超出总体堆芯损坏频率的 0.5％（RRW> 1.005 ），则认为其是 风险重要的。 识别步骤如下 ： 1）计算单个 SSC的RRW，并按降序排列。 2）排除与维修不相关的RRW （例如，操纵员失误、外部事件 /始发事件） 。 3）如果最终 RRW>1.005， 则确定为风险重要的 SSC。 6.2堆芯损坏频率（ CDF）贡献度 按降序排列，如果累积